JPH052093A - 加圧水型原子炉の異常診断装置 - Google Patents
加圧水型原子炉の異常診断装置Info
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- JPH052093A JPH052093A JP3154393A JP15439391A JPH052093A JP H052093 A JPH052093 A JP H052093A JP 3154393 A JP3154393 A JP 3154393A JP 15439391 A JP15439391 A JP 15439391A JP H052093 A JPH052093 A JP H052093A
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- leakage
- pipe
- cooling water
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】伝熱管破損による放射能漏洩の異常を早期に発
見し、漏洩量と燃料破損等の推移および種類を把握す
る。 【構成】二次系主蒸気配管８と、一次系冷却水配管13に
それぞれに短半減期核種を十分に減衰させることができ
るバイパス系21，25を有するガンマ線スペクトルおよび
線量率測定系22，26を設ける。これらの測定系22，26か
ら得るデータの比較を行い、漏洩による異常徴候の有無
の判定および線量率から各測定点における主蒸気中の放
射能濃度の算出、さらに二次系主蒸気配管における漏洩
放射能濃度の算出を経時変化で処理できる演算処理系30
を設ける。
見し、漏洩量と燃料破損等の推移および種類を把握す
る。 【構成】二次系主蒸気配管８と、一次系冷却水配管13に
それぞれに短半減期核種を十分に減衰させることができ
るバイパス系21，25を有するガンマ線スペクトルおよび
線量率測定系22，26を設ける。これらの測定系22，26か
ら得るデータの比較を行い、漏洩による異常徴候の有無
の判定および線量率から各測定点における主蒸気中の放
射能濃度の算出、さらに二次系主蒸気配管における漏洩
放射能濃度の算出を経時変化で処理できる演算処理系30
を設ける。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は加圧水型原子炉（以下、
ＰＷＲと記す）における蒸気発生器内の伝熱管破損部か
らの一次系冷却水の漏洩を診断する加圧水型原子炉の異
常診断装置に関する。
ＰＷＲと記す）における蒸気発生器内の伝熱管破損部か
らの一次系冷却水の漏洩を診断する加圧水型原子炉の異
常診断装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】図２により従来のＰＷＲの概略と、その
異常診断装置の概略を説明する。図中、符号１は原子炉
建屋、２は原子炉格納容器、３は原子炉容器をそれぞれ
示している。原子炉容器３内の炉心４で加熱された一次
系冷却水は一次系配管５を流れて蒸気発生器６内の伝熱
管７に流入する。蒸気発生器６内の二次系冷却水は伝熱
管７と熱交換して加熱され高温・高圧蒸気となって二次
系主蒸気配管８を流れてタービン９へ流入する。タービ
ン９は回転し、発電機10を駆動して発電する。タービン
９で仕事を終えた蒸気は復水器11に流入し冷却されて復
水となる。この復水は二次系配水管12を流れて蒸気発生
器６へ二次系冷却水として給水される。一方、蒸気発生
器６内の伝熱管７を流れる一次系冷却水は二次系冷却水
と熱交換して冷却され、一次系冷却水配管13からポンプ
14により原子炉容器３内に戻り炉心４で加熱される。
異常診断装置の概略を説明する。図中、符号１は原子炉
建屋、２は原子炉格納容器、３は原子炉容器をそれぞれ
示している。原子炉容器３内の炉心４で加熱された一次
系冷却水は一次系配管５を流れて蒸気発生器６内の伝熱
管７に流入する。蒸気発生器６内の二次系冷却水は伝熱
管７と熱交換して加熱され高温・高圧蒸気となって二次
系主蒸気配管８を流れてタービン９へ流入する。タービ
ン９は回転し、発電機10を駆動して発電する。タービン
９で仕事を終えた蒸気は復水器11に流入し冷却されて復
水となる。この復水は二次系配水管12を流れて蒸気発生
器６へ二次系冷却水として給水される。一方、蒸気発生
器６内の伝熱管７を流れる一次系冷却水は二次系冷却水
と熱交換して冷却され、一次系冷却水配管13からポンプ
14により原子炉容器３内に戻り炉心４で加熱される。
【０００３】なお、図中15は制御棒、16は加圧器、17は
スプレー管をそれぞれ示している。また、18は排ガス系
抽気配管、19はタービン排ガス系モニタで、排ガス中の
放射性物質を放射線検出器で検出し、電気回路で放射性
物質の核種や量を測定して異常診断するものである。
スプレー管をそれぞれ示している。また、18は排ガス系
抽気配管、19はタービン排ガス系モニタで、排ガス中の
放射性物質を放射線検出器で検出し、電気回路で放射性
物質の核種や量を測定して異常診断するものである。
【０００４】ところで、蒸気発生器６内には逆Ｕ字状の
細管からなる多数本の伝熱管７が管板に取着されてお
り、これらの伝熱管７の全数について定期検査時に点検
を行い健全性を確認している。原子炉運転中に仮に伝熱
管７が破損して一次系冷却水の漏洩が発生した場合、漏
洩した一次系冷却水中の放射性物質は二次系主蒸気配管
８を通り、タービン９へ移行し、さらに復水器11を通り
給水系に戻ることになる。ＰＷＲでは復水器11から一部
の蒸気（ガス）を排ガス系抽気配管18を通し抽気してお
り、抽気した蒸気中に放射性物質が警報設定値以上含ま
れている場合にはタービン排ガス系モニタ19により警報
が発せられるように構成している。
細管からなる多数本の伝熱管７が管板に取着されてお
り、これらの伝熱管７の全数について定期検査時に点検
を行い健全性を確認している。原子炉運転中に仮に伝熱
管７が破損して一次系冷却水の漏洩が発生した場合、漏
洩した一次系冷却水中の放射性物質は二次系主蒸気配管
８を通り、タービン９へ移行し、さらに復水器11を通り
給水系に戻ることになる。ＰＷＲでは復水器11から一部
の蒸気（ガス）を排ガス系抽気配管18を通し抽気してお
り、抽気した蒸気中に放射性物質が警報設定値以上含ま
れている場合にはタービン排ガス系モニタ19により警報
が発せられるように構成している。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】従来の技術では、一次
系冷却水が漏洩した場合、放射性物質がタービン排ガス
系モニタ19の警報設定値を越える量の漏洩に達した時点
において警報が発せられることになる。このため、一次
系冷却水の漏洩によるタービン排ガス系モニタ19が対象
としている放射性核種は希ガス，腐食生成物，核分裂生
成物等である。ところが一次系冷却水中に存在するこれ
らの放射性核種は、16Ｎや15Ｃに比べて、もともと量が
少ない上に主蒸気中に漏洩した一部を抽気して測定して
いることから、微量の漏洩に際しては検知し難くなって
いる。また、漏洩した放射性物質の状態や伝熱管の破損
部の規模漏洩量の推移を把握できない等の課題がある。
系冷却水が漏洩した場合、放射性物質がタービン排ガス
系モニタ19の警報設定値を越える量の漏洩に達した時点
において警報が発せられることになる。このため、一次
系冷却水の漏洩によるタービン排ガス系モニタ19が対象
としている放射性核種は希ガス，腐食生成物，核分裂生
成物等である。ところが一次系冷却水中に存在するこれ
らの放射性核種は、16Ｎや15Ｃに比べて、もともと量が
少ない上に主蒸気中に漏洩した一部を抽気して測定して
いることから、微量の漏洩に際しては検知し難くなって
いる。また、漏洩した放射性物質の状態や伝熱管の破損
部の規模漏洩量の推移を把握できない等の課題がある。
【０００６】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、ＰＷＲにおける蒸気発生器内の伝熱管からの
一次系冷却水の微量漏洩を速やかに検知し、破損部の規
模の推定を行うとともに漏洩量の推移を予測することが
できるＰＷＲの異常診断装置を提供することにある。
たもので、ＰＷＲにおける蒸気発生器内の伝熱管からの
一次系冷却水の微量漏洩を速やかに検知し、破損部の規
模の推定を行うとともに漏洩量の推移を予測することが
できるＰＷＲの異常診断装置を提供することにある。
【０００７】
【課題を解決するための手段】本発明はＰＷＲの二次系
主蒸気配管および一次系冷却水配管にそれぞれ短半減期
核種を減衰し得るバイパス系を有するガンマ線スペクト
ルおよび線量測定系を設け、これらの測定系から得られ
るデータの比較を行い漏洩による異常徴候の有無の判定
および線量率から各測定点における主蒸気中の放射能濃
度の算出、さらに二次系主蒸気配管における漏洩放射能
濃度の算出を経時変化で行う演算処理系を設けてなるこ
とを特徴とする。
主蒸気配管および一次系冷却水配管にそれぞれ短半減期
核種を減衰し得るバイパス系を有するガンマ線スペクト
ルおよび線量測定系を設け、これらの測定系から得られ
るデータの比較を行い漏洩による異常徴候の有無の判定
および線量率から各測定点における主蒸気中の放射能濃
度の算出、さらに二次系主蒸気配管における漏洩放射能
濃度の算出を経時変化で行う演算処理系を設けてなるこ
とを特徴とする。
【０００８】
【作用】例えば、伝熱管破損が発生した場合、一次系冷
却水の放射性物質は数秒でタービン排ガス系モニタ19の
放射線検出器の位置へ到達することになり、もともと正
常状態時における主蒸気中の放射能濃度はゼロに等しい
ので、前記検出器の出力は顕著に変化すると思われる。
16Ｎや15Ｃが線源となった場合は放出されるガンマ線の
エネルギーが高い（６MeV ，５MeV ）ため主蒸気配管
（肉厚２〜３cm）の外側においても、微量でも十分に検
知可能であるが、燃料破損などが生じた場合に発生する
88Ｋｒ，87Ｋｒ等の核種によるガンマ線スペクトルは16
Ｎや15Ｃのような核種によるガンマ線スペクトルのバッ
クグラウンドになり、逆に測定しにくい。しかしなが
ら、本発明においては、一次系冷却水側と二次系主蒸気
配管側とで測定されたデータを比較することができるの
で、主蒸気配管側の放射能濃度上昇のうち、それが細管
の破断による冷却水の漏洩がどうかの判断をすることが
でき、さらに検知対象核種を88Ｋｒ，87Ｋｒなどに絞っ
ているので、燃料破損等の重大な異常を伴っているかど
うかの判断をすることができる。また、それらの測定デ
ータから一次系冷却水側と二次系主蒸気配管側との放射
能濃度を算出することができるので、一次系冷却水の漏
洩量と共に、燃料破損などの異常の程度を知ることがで
きる。
却水の放射性物質は数秒でタービン排ガス系モニタ19の
放射線検出器の位置へ到達することになり、もともと正
常状態時における主蒸気中の放射能濃度はゼロに等しい
ので、前記検出器の出力は顕著に変化すると思われる。
16Ｎや15Ｃが線源となった場合は放出されるガンマ線の
エネルギーが高い（６MeV ，５MeV ）ため主蒸気配管
（肉厚２〜３cm）の外側においても、微量でも十分に検
知可能であるが、燃料破損などが生じた場合に発生する
88Ｋｒ，87Ｋｒ等の核種によるガンマ線スペクトルは16
Ｎや15Ｃのような核種によるガンマ線スペクトルのバッ
クグラウンドになり、逆に測定しにくい。しかしなが
ら、本発明においては、一次系冷却水側と二次系主蒸気
配管側とで測定されたデータを比較することができるの
で、主蒸気配管側の放射能濃度上昇のうち、それが細管
の破断による冷却水の漏洩がどうかの判断をすることが
でき、さらに検知対象核種を88Ｋｒ，87Ｋｒなどに絞っ
ているので、燃料破損等の重大な異常を伴っているかど
うかの判断をすることができる。また、それらの測定デ
ータから一次系冷却水側と二次系主蒸気配管側との放射
能濃度を算出することができるので、一次系冷却水の漏
洩量と共に、燃料破損などの異常の程度を知ることがで
きる。
【０００９】
【実施例】図１を参照しながら本発明の一実施例を説明
する。図１は本発明の実施例を含んだ加圧水型原子力発
電所の概略を示している。図中、符号１は原子炉建屋、
２は原子炉格納容器、３は原子炉容器をそれぞれ示して
いる。原子炉容器３内の炉心４で加熱された一次系冷却
水は一次系配管５を流れて蒸気発生器６内の多数本の伝
熱管７に流入する。蒸気発生器６内の二次系冷却水は伝
熱管７と熱交換して加熱され高温・高圧蒸気となって二
次系主蒸気配管８を流れてタービン９へ流入する。ター
ビン９は回転し、発電機10を駆動して発電する。タービ
ン９で仕事を終えた蒸気は復水器11に流入し冷却されて
復水となる。この復水は二次系給水管12を流れて蒸気発
生器６へ二次系冷却水として給水される。一方、蒸気発
生器６内の伝熱管７を流れる一次系冷却水は二次系冷却
水と熱交換して冷却され、一次系冷却水配管13からポン
プ（図示せず）により原子炉容器３内に戻り炉心４で加
熱される。なお、図中15は制御棒、16は加圧器、17はス
プレー管、18は排ガス系抽気配管、19はタービン排ガス
系モニタをそれぞれ示している。
する。図１は本発明の実施例を含んだ加圧水型原子力発
電所の概略を示している。図中、符号１は原子炉建屋、
２は原子炉格納容器、３は原子炉容器をそれぞれ示して
いる。原子炉容器３内の炉心４で加熱された一次系冷却
水は一次系配管５を流れて蒸気発生器６内の多数本の伝
熱管７に流入する。蒸気発生器６内の二次系冷却水は伝
熱管７と熱交換して加熱され高温・高圧蒸気となって二
次系主蒸気配管８を流れてタービン９へ流入する。ター
ビン９は回転し、発電機10を駆動して発電する。タービ
ン９で仕事を終えた蒸気は復水器11に流入し冷却されて
復水となる。この復水は二次系給水管12を流れて蒸気発
生器６へ二次系冷却水として給水される。一方、蒸気発
生器６内の伝熱管７を流れる一次系冷却水は二次系冷却
水と熱交換して冷却され、一次系冷却水配管13からポン
プ（図示せず）により原子炉容器３内に戻り炉心４で加
熱される。なお、図中15は制御棒、16は加圧器、17はス
プレー管、18は排ガス系抽気配管、19はタービン排ガス
系モニタをそれぞれ示している。
【００１０】ここで、二次系主蒸気配管８には第１の測
定入口配管20が接続されており、この第１の測定入口配
管20は第１のバイパス系21を介して第１のガンマ線スペ
クトルおよび線量率測定系22に接続されている。この測
定系22の出口側は第１の測定出口配管23を介して二次系
主蒸気配管８の下流側に接続している。一方、一次系冷
却水配管13には第２の測定入口配管24が接続されてお
り、この第２の測定入口配管24は第２のバイパス系25を
介して第２のガンマ線スペクトルおよび線量率測定系26
に接続されている。この測定系26の出口側は第２の測定
出口配管27を介して一次系冷却水配管13の下流側に接続
している。各測定系22，26は信号ケーブル28，29によっ
て演算処理系30に接続している。なお、第１および第２
のバイパス系21，25は短半減期核種を十分に減衰させる
ことができるものである。
定入口配管20が接続されており、この第１の測定入口配
管20は第１のバイパス系21を介して第１のガンマ線スペ
クトルおよび線量率測定系22に接続されている。この測
定系22の出口側は第１の測定出口配管23を介して二次系
主蒸気配管８の下流側に接続している。一方、一次系冷
却水配管13には第２の測定入口配管24が接続されてお
り、この第２の測定入口配管24は第２のバイパス系25を
介して第２のガンマ線スペクトルおよび線量率測定系26
に接続されている。この測定系26の出口側は第２の測定
出口配管27を介して一次系冷却水配管13の下流側に接続
している。各測定系22，26は信号ケーブル28，29によっ
て演算処理系30に接続している。なお、第１および第２
のバイパス系21，25は短半減期核種を十分に減衰させる
ことができるものである。
【００１１】図中で第１の測定入口配管20から採取され
た蒸気の一部は第１のバイパス系21で16Ｎや15Ｃなどの
核種を十分減衰させた後、第１のガンマ線スペクトルお
よび線量率測定系22でスペクトルおよび線量率が測定さ
れる。同様に第２の測定入口配管24から採取された一次
系冷却水の一部は第２のバイパス系25を経由して、第２
のガンマ線スペクトルおよび線量質測定系26でスペクト
ルおよび線量率が測定される。これらの測定系で測定さ
れたデータは演算処理系30で処理される。この結果、第
１の測定系22で測定されたデータの変動を、第２の測定
系26の結果と比較することができるので、主蒸気側の放
射能濃度上昇のうち、それが一次系冷却水の漏洩による
ものかどうかの判断をすることができる。
た蒸気の一部は第１のバイパス系21で16Ｎや15Ｃなどの
核種を十分減衰させた後、第１のガンマ線スペクトルお
よび線量率測定系22でスペクトルおよび線量率が測定さ
れる。同様に第２の測定入口配管24から採取された一次
系冷却水の一部は第２のバイパス系25を経由して、第２
のガンマ線スペクトルおよび線量質測定系26でスペクト
ルおよび線量率が測定される。これらの測定系で測定さ
れたデータは演算処理系30で処理される。この結果、第
１の測定系22で測定されたデータの変動を、第２の測定
系26の結果と比較することができるので、主蒸気側の放
射能濃度上昇のうち、それが一次系冷却水の漏洩による
ものかどうかの判断をすることができる。
【００１２】ここで、Ｎ01，Ｎ02を第２の測定入口配管
24における16Ｎ，88Ｋｒの濃度、λ1 ，λ2 を16Ｎ，88
Ｋｒの崩壊定数とすると、16Ｎの濃度が88Ｋｒの濃度の
Δとなる時間は次の(1)式で求まる。
24における16Ｎ，88Ｋｒの濃度、λ1 ，λ2 を16Ｎ，88
Ｋｒの崩壊定数とすると、16Ｎの濃度が88Ｋｒの濃度の
Δとなる時間は次の(1)式で求まる。
【００１３】
【数１】
【００１４】ここでＮ01＝ 4.0×101 （μCi／ｇ）、Ｎ
02＝ 2.8×10-1（μCi／ｇ）（ＡＮＳＩ／ＡＮＳ−18.1
−1984）とし、λ1 ＝7.13sec ，λ2 ＝2.84ｈとすると
Δ＝0.01となる時間は上式より68.2sec と求まる。16Ｎ
は6.12MeV のガンマ線を放出率69％で、88Ｋｒは2.39Me
V のガンマ線を放出率35％で放出するので、Δ＝0.01ま
で16Ｎを減衰させてしまうと88Ｋｒの放出するガンマ線
は第２の測定系26および演算処理系30で十分測定でき
る。次に、配管からの線量率は配管中の放射能濃度に比
例することから、予め計算により任意の濃度で測定点に
おける線量率を求め、ガンマ線スペクトルおよび線量率
測定系により得られた線量率の実測値と、計算により算
出された線量率の計算値との比（実測値／計算値）を計
算の際に用いた濃度に規格化して実測値の線量率に対す
る放射能濃度を演算処理系30により算出する。
02＝ 2.8×10-1（μCi／ｇ）（ＡＮＳＩ／ＡＮＳ−18.1
−1984）とし、λ1 ＝7.13sec ，λ2 ＝2.84ｈとすると
Δ＝0.01となる時間は上式より68.2sec と求まる。16Ｎ
は6.12MeV のガンマ線を放出率69％で、88Ｋｒは2.39Me
V のガンマ線を放出率35％で放出するので、Δ＝0.01ま
で16Ｎを減衰させてしまうと88Ｋｒの放出するガンマ線
は第２の測定系26および演算処理系30で十分測定でき
る。次に、配管からの線量率は配管中の放射能濃度に比
例することから、予め計算により任意の濃度で測定点に
おける線量率を求め、ガンマ線スペクトルおよび線量率
測定系により得られた線量率の実測値と、計算により算
出された線量率の計算値との比（実測値／計算値）を計
算の際に用いた濃度に規格化して実測値の線量率に対す
る放射能濃度を演算処理系30により算出する。
【００１５】また、一次系冷却水の流量、主蒸気流量は
各制御系から知ることができるので、一次系冷却水の放
射能濃度ＲＣ（μCi／ｇ）、主蒸気系の放射能濃度ＳＴ
Ａ（μCi／ｇ）および流量ＳＴＢ（ｇ／ｓ）から一次系
冷却水の漏洩量Ｄ（ｇ／ｓ）は次の (2)式により演算処
理系30で算出される。
各制御系から知ることができるので、一次系冷却水の放
射能濃度ＲＣ（μCi／ｇ）、主蒸気系の放射能濃度ＳＴ
Ａ（μCi／ｇ）および流量ＳＴＢ（ｇ／ｓ）から一次系
冷却水の漏洩量Ｄ（ｇ／ｓ）は次の (2)式により演算処
理系30で算出される。
【００１６】
【数２】
【００１７】
【発明の効果】本発明によれば、蒸気発生器内の伝熱管
から僅かでも一次系冷却水が二次系主蒸気配管に漏洩し
た場合にも、測定系の線量率に変化が現れることにな
り、異常現象の初期徴候の診断が可能になるとともに、
このデータを経時変化として処理することにより異常の
推移の予測ができ、かつ燃料破損時特有の核種を対象と
しているので、異常箇所の状態把握の診断を得ることが
できる。
から僅かでも一次系冷却水が二次系主蒸気配管に漏洩し
た場合にも、測定系の線量率に変化が現れることにな
り、異常現象の初期徴候の診断が可能になるとともに、
このデータを経時変化として処理することにより異常の
推移の予測ができ、かつ燃料破損時特有の核種を対象と
しているので、異常箇所の状態把握の診断を得ることが
できる。
【図１】本発明に係る加圧水型原子炉の異常診断装置の
一実施例を概略的に示す構成図。
一実施例を概略的に示す構成図。
【図２】従来の加圧水型原子炉の異常診断装置を示す構
成図。
成図。
１…原子炉建屋、２…原子炉格納容器、３…原子炉容
器、４…炉心、５…一次系配管、６…蒸気発生器、７…
伝熱管、８…二次系主蒸気配管、９…タービン、10…発
電機、11…復水器、12…二次系給水管、13…一次系冷却
水配管、14…ポンプ、15…制御棒、16…加圧器、17…ス
プレー管、18…排ガス系抽気配管、19…タービン排ガス
系モニタ、20…第１の測定入口配管、21…第１のバイパ
ス系、22…第１のガンマ線スペクトルおよび線量率測定
系、23…第１の測定出口配管、24…第２の測定入口配
管、25…第２のバイパス系、26…第２のガンマ線スペク
トルおよび線量率測定系、27…第２の測定出口配管、2
8，29…信号ケーブル、30…演算処理系。
器、４…炉心、５…一次系配管、６…蒸気発生器、７…
伝熱管、８…二次系主蒸気配管、９…タービン、10…発
電機、11…復水器、12…二次系給水管、13…一次系冷却
水配管、14…ポンプ、15…制御棒、16…加圧器、17…ス
プレー管、18…排ガス系抽気配管、19…タービン排ガス
系モニタ、20…第１の測定入口配管、21…第１のバイパ
ス系、22…第１のガンマ線スペクトルおよび線量率測定
系、23…第１の測定出口配管、24…第２の測定入口配
管、25…第２のバイパス系、26…第２のガンマ線スペク
トルおよび線量率測定系、27…第２の測定出口配管、2
8，29…信号ケーブル、30…演算処理系。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 【請求項１】 加圧水型原子炉の二次系主蒸気配管およ
び一次系冷却水配管にそれぞれ短半減期核種を減衰し得
るバイパス系を有するガンマ線スペクトルおよび線量測
定系を設け、これらの測定系から得られるデータの比較
を行い漏洩による異常徴候の有無の判定および線量率か
ら各測定点における主蒸気中の放射能濃度の算出、さら
に二次系主蒸気配管における漏洩放射能濃度の算出を経
時変化で行う演算処理系を設けてなることを特徴とする
加圧水型原子炉の異常診断装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3154393A JPH052093A (ja) | 1991-06-26 | 1991-06-26 | 加圧水型原子炉の異常診断装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3154393A JPH052093A (ja) | 1991-06-26 | 1991-06-26 | 加圧水型原子炉の異常診断装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH052093A true JPH052093A (ja) | 1993-01-08 |
Family
ID=15583161
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3154393A Pending JPH052093A (ja) | 1991-06-26 | 1991-06-26 | 加圧水型原子炉の異常診断装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH052093A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2016063664A1 (ja) * | 2014-10-20 | 2016-04-28 | 三菱重工業株式会社 | 原子力発電プラント及び運転方法 |
-
1991
- 1991-06-26 JP JP3154393A patent/JPH052093A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2016063664A1 (ja) * | 2014-10-20 | 2016-04-28 | 三菱重工業株式会社 | 原子力発電プラント及び運転方法 |
| JP2016080587A (ja) * | 2014-10-20 | 2016-05-16 | 三菱重工業株式会社 | 原子力発電プラント及び運転方法 |
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